反应堆冷却剂泵的新型轴密封

本文介绍的主泵轴密封是目前世界上最先进的主泵轴密封之一,希望对国内主泵同行有所帮助。     

核主泵轴承主副弹性板结构优化分析研究

以某核主泵轴承中的弹性板为研究对象,针对其原结构出现变形量过大的问题,对弹性板进行结构优化设计,并与原结构进行对比,验证了结果的可靠性,为其他核主泵轴承的弹性板结构设计提供参考。结果表明:主弹性板在535,850,1490 kN的载荷下的变形量分别为0.155,0.232,0.366 mm,均分别满足0.1～0.2 mm,0.3 mm,0.5 mm的要求;副弹性板在500 kN载荷下的变形量为0.152 mm,满足0.1～0.2 mm的要求;主副弹性板的应力均小于材料的屈服极限,满足强度要求。     

秦山核电二期工程主泵轴密封及保障其完整性而采取的措施

本文介绍了秦山核电二期工程反应堆冷却剂泵(简称主泵)轴密封的功能、特点、流程、测量、危急运行、故障分析以及保证轴密封完整性而采取的措施.这些措施包括配备应急柴油发电机、配备气轮机驱动的水压试验泵、采用耐288℃高温的O形圈.     

核主泵推力轴承断冷却水工况磨损机理研究

核主泵在核电厂断水工况下,其推力轴承失去冷源换热,推力轴承润滑介质将因轴承温度上升而不断提高润滑介质的温度,并伴随发生较复杂的热瞬态工况。当推力轴承润滑液膜厚度严重降低时,因液膜厚度不足而引发摩擦副的部分接触磨损。对某台核主泵断水试验后拆机检查,并经润滑分析断水运行工况下的磨损规律,断水工况磨损后若再进行全厂断电（SBO）惰性停机,瓦面随着磨损深度增加,轴承油膜厚度降低至无法可靠运行程度,损耗增加且伴随着油膜温度超过巴氏合金运行极限温度110~120℃,易引发轴承严重磨损。本研究可为优化轴承及提高磨损后SBO惰性停机的耐磨损能力提供理论支撑。      

核主泵轴承重载惰转停机承载性能研究

以某核主泵轴承为研究对象,针对其在重载惰转停机期间出现的主推力瓦磨损现象,指出了原轴承结构设计的不足,从轴承润滑理论出发,采用了DyRo BeS润滑计算软件,对主推力瓦惰转停机过程中的油膜厚度进行了分析。通过对推力瓦支点进行优化,并与原设计进行了对比分析,并进行了性能试验,验证了新设计的可靠性,为其他核主泵轴承的优化设计提供了一定的参考。结果表明:原推力瓦存在磨损的原因是瓦面面积不足且支点位置不合理,导致油膜厚度不够,在300r/min时便进入边界润滑状态,导致了很大的磨损风险。在支点位置改进之后,轴承的停机性能较之前有了明显的提高,有效避免了重载惰转停机过程中产生的严重磨损。     

“华龙一号”轴封式核主泵的SBO试验

核电厂全厂断电(SBO)是指核电厂完全丧失应急以及非应急母线上的交流电源。全厂断电后,核电厂蓄电池组的可用性成为整个核电厂应对该事故的关键。全厂断电(SBO)可能发展成为堆芯熔化、安全壳超压失效的严重事故。本文主要介绍在核电厂全厂断电的情况下,核电厂核主泵~([1])为了保证核电厂运行安全面做的一系列应对措施的试验。     

核主泵电机轴承用碳化钨插件的试验研究

碳化钨插件是核主泵电机推力轴承中重要的安全部件,对推力瓦作轴向与径向限位。碳化钨插件工作在强放射性的高压水中,具有耐高压、耐辐照、耐磨损和耐腐蚀的特点。在对其进行线切割后,新增磨削工序,以消除表面微裂纹,通过该工艺改进,解决了部分插件冲击强度不达标的问题。     

法国新型主泵在两相流下的试验研究

本文根据法马通的学术交流和法国电力公司（EDF）的试验研究报告整理而成,法国核安全当局要求EDF证明新型N4型核电站主泵在两相流情况下具有不被损坏的能力,因此,在试验回路上进行了三项全尺寸试验,试验回路完全按实际运行工况（温度290℃,压力15.5MPa,流量7m∧3/s,电功率7MW）设计,空泡份额最大值达到75%,试验结果是令人满意的,主泵的机械性能良好,即使是在高空泡份额的情况下也是如此。最大的振动幅值低于制造商规定的限值,同时,确定了主泵的机械性能与试验回路压力波动的关系。     

主管道管径对主泵性能的影响分析

针对压水堆核主泵及其2种不同的主管道冷段管径配置方案,将核主泵与主管道组合建立三维模型,采用六面体结构化网格划分并进行了整个流动区域的非定常流动特性数值计算,得出了不同的主管道冷段配置方案下泵内及管道内的非定常压力脉动特性。分析结果表明:增加冷段管径使主泵本身效率降低,但由于相接的冷段管径增大使水力损失降低,整个系统效率提高了1.3%;配置较大管径冷段可以明显降低过渡段的压力脉动幅值;2种冷段管径方案的泵内导叶入口位置和压水室内的压力脉动幅值差别较小,冷段内压力脉动幅值也较小,且均呈现出无周期和无规律特性;配置较大管径冷段会使轴向力脉动幅值略有降低。